Атэц что такое – Атомная теплоэлектроцентраль — это… Что такое Атомная теплоэлектроцентраль?

Атырауская ТЭЦ — Википедия

Материал из Википедии — свободной энциклопедии

Текущая версия страницы пока не проверялась опытными участниками и может значительно отличаться от версии, проверенной 17 сентября 2017;
проверки требуют 2 правки.
Текущая версия страницы пока не проверялась опытными участниками и может значительно отличаться от версии, проверенной 17 сентября 2017;
проверки требуют 2 правки.

Атыра́уская ТЭЦ (каз. Атырау жылу электр орталығы, ранее Гу́рьевская ТЭЦ) — тепловая электростанция регионального значения[4]. Расположена в казахстанском городе Атырау. Принадлежит одноимённой компании. Выработанная станцией электрическая и тепловая энергия идёт на покрытие нужд города и области. ТЭЦ входит в Единую энергосистему Казахстана.

До начала 1960-х в энергодефицитной Гурьевской области, традиционно получавшей электроэнергию из России[5], существовала электростанция при нефтеперерабатывающем заводе (ТЭЦ ГНПЗ). Развитие нефтедобычи, расширение нефтеперерабатывающих мощностей и строительство Гурьевского химического завода потребовало новый источник энергоснабжения.

В 1957 году технический проект энергоснабжения Гурьева был разработан институтом «Теплоэлектропроект» (Москва)[6]. Строительство Гурьевской ТЭЦ началось в 1961 году. В 1962-м был пущен паровой котёл марки БКЗ-120-100ГМ (Барнаульский котельный завод) производительностью 120 т/ч[7]. 29 января 1963 года состоялся пуск электростанции[1], а до конца года были сданы в эксплуатацию турбоагрегат № 2 и котельный агрегат № 2[6], чем было завершено строительство первой очереди общей установленной мощностью 24 МВт. Первым директором Гурьевской ТЭЦ был назначен Нуруахит Бекмамбетов, отец казахстанско-российского кинорежиссёра и продюсера Тимура Бекмамбетова[8].

В период с 1966 по 1970 шло строительство второй очереди предприятия. Были введены в строй три турбоагрегата (два ПТ25-90/10 и один ПТ60-90/13, стационарные № 3, 4, 5) и пять котлоагрегатов БКЗ-160-100ГМ (стационарные № 3, 4, 5, 6 и 7)[9]. Установленная электрическая мощность ТЭЦ выросла до 134 МВт[6].

В 1970-х и 1980-х были сданы в эксплуатацию две турбины и три котлоагрегата[10].

После развала СССР переименована в Атыраускую ТЭЦ. В 1997 году согласно Постановлению Правительства Республики Казахстан за № 921 от 4 апреля, в рамках приватизации была передана частному ТОО «Энергопроект»[11].

В 2009 году было начато строительство четвёртой очереди Атырауской ТЭЦ[12].

Атырауская ТЭЦ — третья по установленной мощности электростанция Западного Казахстана (после ТЭЦ-2 и ТЭС МАЭК). Производственные показатели электростанции на 2014 год:

  • Установленная электрическая мощность — 314 МВт[13]
  • Располагаемая электрическая мощность — 283 МВт[13]
  • Выработка электроэнергии — 1,75 млрд кВт⋅ч[13]

В декабре 2015 года после ввода в эксплуатацию нового турбоагрегата мощность электростанции увеличилась до 414 МВт[2][3]. Основной вид топлива, использующийся на станции — природный газ, в качестве резервного используется мазут.

Зимой 2018 года в Урале погибло более 110 тонн рыбы, включая рыбу осетровых пород, которая выращивалась в специальных хозяйствах. Через год Атырауская ТЭЦ признала вину в массовой гибели рыбы которая была вызвана сбросом загрязненной воды из теплоэлектроцентрали Атырау.[14]

Тенгизские ГТЭС:

  1. 1 2 Энергетика России. 1920-2020. План ГОЭЛРО. — Directmedia, 2013. — Т. I. — С. 1038. — 1063 с. — 1 000 экз. — ISBN 5-98908-002-6.
  2. 1 2 Атырауская ТЭЦ увеличила мощность, inatyrau.kz (15 декабря 2015). Дата обращения 27 июня 2016.
  3. 1 2 Тасбулатова, Сауле. На ТЭЦ введена в строй новая газотурбинная станция, Ак Жайык (15 декабря 2015). Дата обращения 27 июня 2016.
  4. ↑ Западный филиал (неопр.). KEGOC. Дата обращения 27 июня 2016.
  5. ↑ Дукенбаев, 1998, с. 112.
  6. 1 2 3 Султангалиев, Мурат. «Полтинник» АТЭЦ, Ак Жайык (10 декабря 2013). Дата обращения 27 июня 2016.
  7. ↑ Дукенбаев, 1998, с. 148.
  8. Султангалиев, Мурат. В память о Бекмамбетове-старшем и Неверове, Ак Жайык (20 декабря 2013). Дата обращения 27 июня 2016.
  9. ↑ Дукенбаев, 1998, с. 148-149.
  10. ↑ Дукенбаев, 1998, с. 149.
  11. ↑ Дукенбаев, 1998, с. 408.
  12. ↑ Глава государства дал старт строительству четвертой очереди Атырауской ТЭЦ, Kazakhstan Today (9 октября 2009). Дата обращения 27 июня 2016.
  13. 1 2 3 Баланс мощности на час совмещенного максимума нагрузок ЕЭС Казахстана на период до 2022 г. (рус.). KEGOC. Дата обращения 27 июня 2016. Архивировано 17 января 2016 года.
  14. ↑ https://365info.kz/2019/06/atyrauskaya-tets-priznala-vinu-v-massovoj-gibeli-ryby
  • Дукенбаев К. Д. Энергетика Казахстана. Движение к рынку. — Алма-Ата: Гылым, 1998. — 584 с. — ISBN 9965-01-099-4.
  • ahps.kz — официальный сайт АО «Атырауская ТЭЦ»

АТОМНЫЕ ТЭЦ И АТОМНЫЕ КОТЕЛЬНЫЕ

ТЕПЛОСНАБЖЕНИЕ

При использовании атомного (ядерного) топлива для выработки тепла на теплоснабжение имеются определенные преимущества по сравнению с сооружением крупных источников тепла на органическом топливе: отсутствует загрязнение воздушной среды, не требуется про­кладка железнодорожных путей, по которым постоянно подвозится топливо, выделение больших территорий для топливохранилищ, стро­ительство высоких дымовых труб и др.

Из-за высокой стоимости атомного топлива и атомных реакторов на современном этапе сооружаются в основном атомные ТЭЦ (АТЭЦ). Атомные котельные (АК) могут применяться только в от­дельных случаях, когда необходимо большое количество тепла, на­пример, для опреснения воды, или при «дожигании» атомного топлива, которое не может быть применено на атомных станциях (так как не обеспечивает получение требуемых параметров пара).

В последние годы как в нашей стране, так и за рубежом осуществ­ляется строительство АТЭЦ. В СССР вступил в строй I блок Били — бинской АЭС, вырабатывающей электроэнергию и тепло для тепло­снабжения, в г. Шевченко работает АЭС, отпускающая тепло для опреснения воды. В Дании работает экспериментальная АТЭЦ с теп­ловой нагрузкой 65 МВт и намечается строительство еще нескольких атомных теплофикационных станций. В США строится АТЭЦ «Мид — ленд» с отпуском пара в количестве 1800 т/ч. Проекты коммунальных и промышленно-коммунальных АТЭЦ разработаны в Швейцарии, ФРГ и других странах.

АТЭЦ, так же как и атомные конденсационные электрические стан­ции (АЭС), могут быть выполнены по одноконтурным, двухконтур — ным, не полностью двухконтурным и трехконтурным схемам. При этом в АТЭЦ необходимо дополнительно обеспечивать радиационную безопасность потребителей тепла.

Одноконтурная схема АТЭЦ (рис. 12.10,а) подобна схеме ТЭЦ на органическом топливе, только вместо парогенератора (котла) для по­догрева рабочего тела (природной воды) применен атомный реактор. Основным преимуществом ее являются простота и меньшая стоимость

АТОМНЫЕ ТЭЦ И АТОМНЫЕ КОТЕЛЬНЫЕ

Рис 12 10 Простейшие схемы АТЭЦ

А — одноконтурная; 6 — двухконтурная; в — двухконтурная с перегревом вторичного пара в атом­ном реакторе; г — трехкоитурная; 1 — атомный реактор; 2 — биологическая защита; 3 — турбина; 4 — электрогенератор; 5 — теплофикационный подогреватель; 6 — сетевой насос; 7— питательный насос; 8 — циркуляционный насос; 9 — поверхностный парогенератор; 10 — экономайзер; 11 — ба­рабан-испаритель

Оборудования. Однако при такой схеме АТЭЦ все оборудование и ра­бочее тело работают в радиационно-активных условиях, поэтому имеется повышенная опасность заражения обслуживающих помеще­ний станции и сетевой воды для теплоснабжения при нарушении плотности теплофикационных теплообменников.

В двухконтурной схеме АТЭЦ (рис. 12.10,6) для подогрева рабо­чего тела, используемого в турбине и теплофикационном теплообмен­нике, применяется поверхностный парогенератор (теплообменник), греющая среда (теплоноситель) для которого подогревается уже в атомном реакторе. Радиоактивным является только первый контур с теплоносителем, циркулирующим через реактор, во втором контуре основное оборудование и теплофикационный подогреватель работают лри отсутствии радиационной активности.

В не полностью двухконтурной схеме АТЭЦ (рис. 12.10,в) рабочее гело (пар) после поверхностного парогенератора поступает во вторую группу рабочих каналов реактора, где производится его перегрев, а затем уже в турбину. При этом повышаются параметры рабочего тела перед турбиной, что приводит к росту термического КПД цикла АТЭЦ. Однако при такой схеме АТЭЦ повышается и радиоактивная опасность во втором контуре. Данная схема возникла из-за отказа от осуществления перегрева пара (рабочего тела) в отдельном поверх­ностном пароперегревателе, в результате чего давление и температура теплоносителя (также пара) в первом контуре получились бы недо­пустимо высокими для металлов оболочек тепловыделяющих эле­ментов.

В трехконтурной схеме АТЭЦ (рис. 12.10, г) подогрев рабочего тела производится через теплообменники от теплоносителей в двух по­следовательных самостоятельных контурах, что обеспечивает наиболь­шую радиационную безопасность. Основной недостаток таких схем — высокие капитальные затраты.

Радиационная безопасность в двухконтурных и трехконтурных схемах АТЭЦ достигается также вследствие постепенного повышения давления в контурах в направлении от первого (с реактором) к по­следующим. При этом для получения высоких параметров рабочего тела (пара) в качестве теплоносителей в первых контурах применяют
специальные жидкости, имеющие высокие температуры кипения при низких давлениях: жидкие металлы (натрий, сплав натрия и калия), органические жидкости или газы (воздух, гелий, аргон, азот).

В настоящее время большинство атомных энергетических реакто­ров работает на природном и слабообогащенном атомном топливе, содержащем «Уран-235» (от 0,7 до 3—10%) и «Уран-238». Горючее- находится в твердом состоянии в особых тепловыделяющих элементах (ТВЭЛ), которые собираются в кассеты и размещаются в твердом или жидком замедлителе скорости нейтронов, выделяющихся при распаде -<Урана-235» (графит, тяжелая и природная вода и др.). При этом реакция протекает на тепловых нейтронах, имеющих небольшую ско­рость (2—4 км/с).

Тепло, выделяющееся при ядерной реакции в ТВЭЛ, отводится из активной зоны реакторов теплоносителем или рабочим телом, проте­кающим через кассеты. Между кассетами с ТВЭЛ размещаются под­вижные кассеты систем управления и защиты (СУЗ), содержащие материалы, интенсивно захватывающие нейтроны: бор, гафний, кад­мий и др. При вводе кассет СУЗ в активную зону мощность реактора уменьшается, при выводе — увеличивается. По мере выгорания ядер­ного топлива с помощью перегрузочных механизмов из реактора из­влекаются отработавшие кассеты ТВЭЛ и на их место устанавлива­ются новые.

В зависимости от вида и характеристик замедлителя и теплоноси­теля наиболее перспективными типами реакторов в настоящее время» считаются: водо-водяные с водой под давлением (ВВЭР) и с кипящей водой (ВК) и графито-водяные (АМБ). Экономически целесообразно применять АТЭЦ с водо-водяными реакторами, начиная с тепловых нагрузок, равных 6285 ГДж/ч (1500 Гкал/ч), а с графито-водяными — 12570 ГДж/ч (3000 Гкал/ч).

В реакторах на тепловых нейтронах происходит «выгорание» ядер «Урана-235» и «Урана-238» (около 1%) с образованием некоторого незначительного количества нового ядерного топлива — плутония. Это- означает, что основная часть природного урана (около 99%) практи­чески не используется.

«Уран-238» может эффективно использоваться в так называемых реакторах-размножителях (реакторах-бридерах) на быстрых нейтронах со скоростью около 10 000 км/с. В активную зону таких реакторов за­гружается обогащенный плутоний, а в зону воспроизводства — при­родный и обедненный уран («Уран-238»). Замедлитель нейтронов от­сутствует и получающиеся от деления ядер плутония быстрые нейтро­ны вызывают деление ядер «Урана-235» и Урана-238» с получением на 1 кг сгоревшего плутония примерно 1,5 кг нового горючего.

АТОМНЫЕ ТЭЦ И АТОМНЫЕ КОТЕЛЬНЫЕ

Применение реакторов-бридеров позволит значительно снизить затраты на атомное топливо, так как заложенное однажды в реактор топливо будет служить очень большой срок. Однако строительство таких реакторов требует больших затрат. В настоящее время в мире

Рис. 12.11. Принципиальная тепловая трехконтурная схема атомной котельной 1 — активная зона реактора; 2 — встроенные теплообменники; 3 — насос системы очистки; 4 — фильтр системы очистки; 5 — контур си­стемы очистки; 6 — компенсатор объема про­межуточного контура; 7 — промежуточный контур; 8 — циркуляционный насос; 9 — фильтр системы очистки промежуточного контура; 10 — тепловая сеть; 11 — сетевой подогрева­тель, 12 — тепловой потребитель; 13 — сете­вой насос
работают три реактора на быстрых нейтронах: в СССР (г, Шевчен­ко), Англии и Франции[34].

На рис. 12.11 представлена принципиальная тепловая трехконтур — ная схема атомной котельной. Первый контур состоит из гидравличе­ского тракта активной зоны и теплообменников, встроенных в корпус реактора и предназначенных для передачи тепла к теплоносителю второго промежуточного контура. Циркуляция в первом контуре осуществляется за счет естественной конвекции воды. Во втором кон­туре циркуляция теплоносителя принудительная с помощью насоса. Теплоноситель передает тепло в теплофикационном подогревателе сетевой воде, циркулирующей во внешней тепловой сети, составляю­щей третий контур.

Источником тепла называется комплекс оборудования и устройств, с помощью которых осуществляется преобразование природных и искусственных видов энергии в тепловую энергию с требуемыми для потребителей параметрами. Потенциальные запасы основных природных видов …

В результате гидравлического расчета тепловой сети определяют диаметры всех участков теплопроводов, оборудования и запорно-регули — рующей арматуры, а также потери давления теплоносителя на всех эле­ментах сети. По полученным значениям потерь …

В системах теплоснабжения внутренняя коррозия трубопроводов и оборудования приводит к сокращению срока их службы, авариям и зашламлению воды продуктами коррозии, поэтому необходимо пре­дусматривать меры борьбы с ней. Сложнее обстоит дело …

АСТ-500 — Википедия

АСТ-500 — кипящий водо-водяной реактор мощностью (тепловой) 500 МВт, разработанный в СССР. Реактор предназначался для проекта атомных станций теплоснабжения, предназначенных для генерации тепловой энергии, обеспечения горячего водоснабжения и отопления жилых и промышленных объектов.

Разработчик ОКБМ имени И. И. Африкантова (г. Нижний Новгород). Научный руководитель — Курчатовский институт. Всего до начала 1990 года в СССР в стадии строительства находилось четыре энергоблока с реакторными установками АСТ-500, два блока Горьковской АСТ строились в Нижнем Новгороде (до 1990 года город носил название Горький), ещё два блока Воронежской АСТ возводились в Воронежской области. Строительство обеих станций было остановлено и законсервировано в начале 1990-х в связи с тяжелой экономической ситуацией в стране и протестами общественности. Энергоблоки в эксплуатацию не вводились.

Изучение вопроса об возможности использования ядерных реакторов в качестве источника тепла для жилых и промышленных объектов было начато в СССР конце 1970-х годов. В 1976 г. головным институтом по проектированию атомных источников теплоснабжения стало Горьковское отделение института «Теплоэлектропроект» — ГоТЭП (в настоящее время АО «Нижегородская инжиниринговая компания «Атомэнергопроект» (АО «НИАЭП»)). В ГоТЭП, совместно с институтом «ВНИПИэнергопром», всесторонне изучив вопрос, составили «Сводный технико-эксплуатационная доклад по вопросам использования атомной энергии для целей теплоснабжения до 1990 г.». В докладе была обоснована экономическая целесообразность внедрения ядерных энергоисточников в сектор теплоснабжения за счет обеспечения значительной экономии газа и мазута; улучшения экологической обстановки в городах; решения проблем транспортировки углеводородного топлива, а также проработаны многочисленные варианты профилей атомных ТЭЦ и станций теплоснабжения (АСТ), и рекомендованы оптимальные решения по составу и компоновке оборудования.

Так в докладе было предложено для энергодефицитных систем с большим теплопотреблением (более 2000 Гкал/ч) использовать атомные теплоэлектроцентрали (АТЭЦ) с реакторами ВВЭР-1000, а для систем средним теплопотреблением (1000—2000 Гкал/ч), не испытывающих потребности в дополнительных электрических мощностях, — атомные станции теплоснабжения (АСТ) тепловой мощностью около 500 МВт. По данным доклада целесообразным считалось строительство АСТ в 30-35 промышленно-жилых комплексах страны, 27 из которых предлагалось построить в Европейской части.

Вопрос о строительстве АСТ был рассмотрен в ЦК КПСС и Правительстве СССР, после чего было принято решение о начале проектирования. Перед Минсредмашем и Минэнерго была поставлена задача спроектировать АСТ с гарантированной безопасностью для размещения её вблизи крупных городов. Главным конструктором реакторной установки было назначено ОКБМ (в настоящее время ОАО «ОКБМ Африкантов»), разработчиком технико-экономического обоснования головных станций в Горьком и Воронеже был назначен ГоТЭП. Научное руководство обеспечивалось Курчатовским институтом. По указанию Правительства проектирование АСТ лично курировал Президент Академии наук СССР Анатолий Александров.

Институтом ГоТЭП были выполнены технико-экономического обоснования и проект строительства АСТ в Воронеже, Брянске, Архангельске, Хабаровске, а также проекты на строительство атомных ТЭЦ в Одессе и Минске. В 1978 года был создан технический проект реакторной установки АСТ-500, а в марте 1979 года вышло постановление Совета министров СССР о сооружении двух головных станций теплоснабжения в Горьком и Воронеже. Генеральным проектировщиком Горьковской АСТ был назначен Головной институт ВНИПИЭТ, подчинявшийся Минсредмашу, а Воронежской АСТ — ГоТЭП, входивший в структуру Минэнерго. Сооружение головных АСТ было начато в 1982 и 1983 гг. в Горьком и Воронеже, соответственно.

Принципиальная схема реакторной установки АСТ-500:
1 — корпус реактора
2 — активная зона
3 — корпус реактора
4 — приводы систему управления
5 — страховочный корпус
6 — теплообменники второго контура
7 — железобетонная шахта
8 — трубопроводы второго контура
9 — вспомогательные системы первого контура
10 — компенсатор объема теплоносителя второго контура
11 — сетевой теплообменник
12 — система аварийного расхолаживания РУ
13 — тепловой пункт
14 — потребитель тепла

РУ АСТ-500 — реакторная установка на основе интегрального водо-водяного реактора с естественной циркуляцией теплоносителя первого контура, страховочным корпусом и пассивными системами безопасности. Главный конструктор реакторной установки — ОКБМ, научный руководитель проекта — ИАЭ АН СССР имени И.В. Курчатова.

Реактор АСТ-500 выполнен по интегральной схеме: активная зона, теплообменники первого и второго контура и компенсатор давления размещаются в корпусе реактора. Это решение позволило исключить трубопроводы большого диаметра, опасные с точки зрения разрыва.
Ядерная энергетическая установка АСТ-500 имеет три контура: первый — реакторный, второй – промежуточный, третий – сетевой. Давление в первом контуре 1,6 Мпа, во втором – 1,2 Мпа, в третьем – 1,6 Мпа. Давление в сетевом контуре всегда выше, чем во втором, что позволяет исключить попадание воды второго контура в сетевой контур при негерметичности сетевых теплообменников.

В реакторе циркулирует вода, являющаяся теплоносителем первого контура. Применение естественной циркуляции теплоносителя в корпусе реактора исключает сложные и опасные для активной зоны динамические режимы, характерные для всех реакторов с принудительной циркуляцией теплоносителя.

Перезагрузка топлива в реакторе происходит 1 раз в 2 года.

Компактность интегрального реактора позволила применить второй герметичный страховочный корпус, рассчитанный на давление, устанавливающееся при разгерметизации корпуса реактора.

Характеристика реакторной установки АСТ-500[править | править код]

Характеристика АСТ-500
Тепловая мощность реактора, МВт 500
Давление в первом контуре, МПа 1,6
Давление в втором контуре, МПа 1,2
Температура воды, °C:  
     первого контура 200
     второго контура 170
Масса корпуса реактора, т 220
Высота корпуса реактора, м 16,5
Диаметр активной зоны, м 2,9
Высота активной зоны, м 3
Диаметр ТВЭЛа, мм 13,6
Число ТВЭЛов в кассете 150
Загрузка урана, т 50
Среднее обогащение урана, % 1,8
Энергонапряженность, МВт/м³ 30
Максимальный тепловой поток, Вт/см² 50
Расход теплоносителя, кг/c 2080

Атомные станции теплоснабжения с реакторами АСТ-500[править | править код]

Горьковская АСТ[править | править код]

Строительство Горьковской АСТ (ГАСТ) началось в 1982 г. Для размещения станции была выбрана площадка близ деревни Федяково Кстовского района в 4 километрах к востоку от города Горький (Нижний Новгород). Строящаяся станция должна была включать два энергоблока с реакторной установкой АСТ-500 тепловой мощностью 500 МВт каждый. Каждый энергоблок должен был обеспечить отпуск тепла потребители в количестве 430 Гкал/ч в виде горячей воды с давлением до 1,6 МПа и температурой до 150 °C. Планировалось, что ГАСТ будет снабжать теплом и горячей водой Нагорную часть города Горький. При вводе в действие ГАСТ предполагалось закрыть около 300 низкоэффективных котельных различной мощности в Нагорной части города.

Строительство ГАСТ совпало с Чернобыльской аварией, что во многом повлияло на дальнейшую судьбу станции. В конце 1980-х в Горьком началось движение общественности за прекращение строительства ГАСТ. Так же ход строительства влияли негативные экономические факторы, которые начали складываться в стране. В августе 1990 года Нижегородский областной Совет народных депутатов, выступив против продолжения строительства станции, принял решение «О прекращении строительства ГАСТ». Результатом этого решения стало распоряжение Совета Министров РСФСР от 29.11.1990 г. «О прекращении строительства Горьковской АСТ» и приказ Минатомэнергопрома СССР от 29.11.1991 г. «О ликвидации дирекции ГАСТ». Приказ предусматривал передачу ГАСТ на баланс г. Нижнего Новгорода. На момент остановки строительства готовность станции к пуску составляла 85-90%

Воронежская АСТ[править | править код]

Строительство Воронежской АСТ (ВАСТ) было начато в 1983 г. Строительная площадка станции была расположена на южной окраине г. Воронежа на правом берегу Воронежского водохранилища в 6,5 км от Воронежа. Станция строилась по проекту ГоТЭП и включала два энергоблока с реакторными установками АСТ-500 тепловой мощностью 500 МВт. Отличительной особенностью станции от Горьковской АСТ было наличием защитной гермооболочки оболочки (контейнмента). При работе двух энергоблоков ВАСТ должна была обеспечивать до 29% годовой потребности г. Воронежа в тепловой энергии на нужды отопления и горячего водоснабжения города.

Строительство ВАСТ было остановлено в 1990 г. по инициативе местных властей с учётом результатов городского референдума по вопросу теплоснабжения г. Воронежа. К моменту остановки строительства было выполнено более 50% проектного объема строительно-монтажных работ по сооружению ВАСТ.

С 1992 г. и по настоящее время в соответствии с постановлением Правительства РФ станция находится в режиме консервации.

  • О. Б. Самойлов, В.С. Кууль, Коломиец, Б.И., Фролов, Э.В. Что такое атомная станция теплоснабжения. — Энергоатомиздат, 1989. — 96 с. — ISBN 5-283-03573-5.
  • В. Сидоренко АСТ: атомные станции теплоснабжения, журнал «Наука и жизнь» №1, 1981 г.

Харьковская АТЭЦ — Википедия. Что такое Харьковская АТЭЦ

Материал из Википедии — свободной энциклопедии
Недостроенные объекты инфраструктуры Харьковской АТЭЦ

Харьковская АТЭЦ — отменённый проект атомной теплоэлектроцентрали, которая должна была располагаться рядом с посёлком Борки Харьковской области, Украина. Два планировавшихся энергоблока с реакторами ВВЭР-1000[1][2] должны были вырабатывать электроэнергию, а также снабжать теплом Харьков, что предусматривалось генеральным планом развития Харькова от 1986 года[3].

закрыли проект из-за взрыва ЧАЕС

Ввод в работу нескольких мощных АТЭЦ в европейской части СССР, в число которых входила и Харьковская АТЭЦ, планировался для замещения дорогостоящей доставки угля из Сибири для традиционных ТЭЦ[4]. Однако эти планы столкнулись со множеством трудностей, в первую очередь с нехваткой материальных ресурсов и слабой организацией работ. Ситуацию попытался переломить ЦК ВЛКСМ, пытавшийся развернуть стройку Харьковской АТЭЦ[5] и принявший в 1986 году решение об объявлении её ударной комсомольской, направлении на неё «молодёжи по общественному призыву»[6], кроме того Совет министров Украинской ССР постановил направить 200 жителей Харьковской области на строительство[7].

В составлении проекта станции принимали участие сотрудники Львовского, Киевского, Ереванского, Свердловского и Горьковского филиалов «Атомэлектропроекта», генеральным проектировщиком было Харьковское отделение института «Энергопроект». АТЭЦ предполагалось оборудовать двумя реакторами ВВЭР-1000/320, турбинами Т-1070-60 и генератором ТВВ-1000-4УЗ[8]. Проектом предусматривалась возможность дальнейшего расширения станции до 4-х энергоблоков. Возведение основных сооружений Харьковской АТЭЦ планировалось начать в 1988 году, до этого момента велись лишь подготовительные работы. После Чернобыльской катастрофы и введения моратория на строительство новых атомных электростанций на территории Украинской ССР станцию постигла участь многих АЭС бывшего СССР: проект был отменён, а стройплощадка заброшена.

Информация об энергоблоках

Энергоблок Тип реакторов Мощность Начало
строительства
Подключение к сети Ввод в эксплуатацию Закрытие
Чистый Брутто
Харьков-1[1] ВВЭР-1000 900 МВт 940 МВт Подготовка к сооружению остановлена в 1990
Харьков-2[2] ВВЭР-1000 900 МВт 940 МВт Подготовка к сооружению остановлена в 1990
Харьков-3 ВВЭР-1000 900 МВт 940 МВт Строительство не начиналось
Харьков-4 ВВЭР-1000 900 МВт 940 МВт Строительство не начиналось

Литература

Примечания

⛭
Nicubunu Crane.svg — имеются строящиеся энергоблоки, Applications-development.svg — планируются новые энергоблоки, Hammer and sickle red on transparent.svg — проекты времён СССР, заменены на современные

АТЭЦ — это… Что такое АТЭЦ?

  • АТЭЦ — атомная теплоэлектроцентраль; атомная тепловая электроцентраль техн. Словарь: С. Фадеев. Словарь сокращений современного русского языка. С. Пб.: Политехника, 1997. 527 с. АТЭЦ Автозаводская ТЭЦ; Автозаводская теплоэлектроцентраль… …   Словарь сокращений и аббревиатур

  • АТЭЦ — атомная теплоэлектроцентраль …   Словарь сокращений русского языка

  • АТЭЦ для опреснения вод и выработки электроэнергии — — [Я.Н.Лугинский, М.С.Фези Жилинская, Ю.С.Кабиров. Англо русский словарь по электротехнике и электроэнергетике, Москва, 1999 г.] Тематики электротехника, основные понятия EN nuclear dual purpose power desalting plant …   Справочник технического переводчика

  • Харьковская АТЭЦ — Страна …   Википедия

  • Одесская АТЭЦ — Страна …   Википедия

  • Ангстрем (АТЭЦ) — У этого термина существуют и другие значения, см. Ангстрем (значения). АТЭЦ «Ангстрем»  проект блочно модульной атомной теплоэлектроцентрали. Её проект разработан ОКБ «Гидропресс» под научным руководством Физико энергетического института им …   Википедия

  • реактор АТЭЦ — — [Я.Н.Лугинский, М.С.Фези Жилинская, Ю.С.Кабиров. Англо русский словарь по электротехнике и электроэнергетике, Москва, 1999 г.] Тематики электротехника, основные понятия EN heat and power generating reactor …   Справочник технического переводчика

  • тепло от АТЭЦ — — [Я.Н.Лугинский, М.С.Фези Жилинская, Ю.С.Кабиров. Англо русский словарь по электротехнике и электроэнергетике, Москва, 1999 г.] Тематики электротехника, основные понятия EN nuclear heat …   Справочник технического переводчика

  • технологическое тепло от АТЭЦ — — [Я.Н.Лугинский, М.С.Фези Жилинская, Ю.С.Кабиров. Англо русский словарь по электротехнике и электроэнергетике, Москва, 1999 г.] Тематики электротехника, основные понятия EN nuclear process heat …   Справочник технического переводчика

  • Термоядерная электростанция — АТЭЦ 29. Термоядерная электростанция По ГОСТ 19431 84 Источник: ГОСТ 26691 85: Теплоэнергетика. Термины и определения оригинал документа …   Словарь-справочник терминов нормативно-технической документации

  • Недостроенные АЭС СССР — …   Википедия

  • Одесская АТЭЦ — это… Что такое Одесская АТЭЦ?

    Одесская АТЭЦ
    Страна

    Flag of Ukraine.svg Украина

    Местоположение

    Флаг Украины Теплодар, Одесская область

    Год начала строительства

    1980 год

    Основные характеристики
    Электрическая мощность

    проектная 2000 МВт

    Характеристики оборудования
    Количество энергоблоков

    0

    Строится энергоблоков

    2

    Тип реакторов

    ВВЭР-1000

    Эксплуатируемых реакторов

    0

    На карте

    Одесская АТЭЦ (Украина)

    Red pog.png

    Одесская АТЭЦ

    Координаты: 46°27′49″ с. ш. 30°19′05″ в. д. / 46.463611° с. ш. 30.318056° в. д. (G) (O) (Я)46.463611, 30.318056

    Одесская АТЭЦ — недостроенная атомная теплоэлектроцентраль, расположенная рядом с городом Теплодар Одесской области Украины возле Барабойского водохранилища в 25 км западнее Одессы. Два планировавшихся энергоблока с реакторами ВВЭР-1000 должны были вырабатывать электроэнергию для одесского региона, а также снабжать теплом Одессу, Ильичёвск и сам Теплодар. Планируемая электрическая мощность станции 2000 МВт, тепловая — 6000 МВт.

    История строительства

    События, происходившие после остановки строительных работ

    Перспективы возобновления строительства

    Национальной атомной энергогенерирующей компании «Энергоатом» (НАЭК «Энергоатом») ведутся дискуссии по поводу возобновления строительства АТЭЦ

    Информация об энергоблоках

    Энергоблок Тип реакторов Мощность Начало
    строительства
    Подключение к сети Ввод в эксплуатацию Закрытие
    Чистый Брутто
    Одесса-1[1] ВВЭР-1000 900 МВт 940 МВт План остановлено
    Одесса-2[2] ВВЭР-1000 900 МВт 940 МВт План остановлено

    Примечания

    Ссылки

    АТЭЦ — это… Что такое АТЭЦ?

  • АТЭЦ — атомная теплоэлектроцентраль; атомная тепловая электроцентраль техн. Словарь: С. Фадеев. Словарь сокращений современного русского языка. С. Пб.: Политехника, 1997. 527 с. АТЭЦ Автозаводская ТЭЦ; Автозаводская теплоэлектроцентраль… …   Словарь сокращений и аббревиатур

  • АТЭЦ — атомная теплоэлектроцентраль …   Словарь сокращений русского языка

  • АТЭЦ для опреснения вод и выработки электроэнергии — — [Я.Н.Лугинский, М.С.Фези Жилинская, Ю.С.Кабиров. Англо русский словарь по электротехнике и электроэнергетике, Москва, 1999 г.] Тематики электротехника, основные понятия EN nuclear dual purpose power desalting plant …   Справочник технического переводчика

  • Харьковская АТЭЦ — Страна …   Википедия

  • Одесская АТЭЦ — Страна …   Википедия

  • Ангстрем (АТЭЦ) — У этого термина существуют и другие значения, см. Ангстрем (значения). АТЭЦ «Ангстрем»  проект блочно модульной атомной теплоэлектроцентрали. Её проект разработан ОКБ «Гидропресс» под научным руководством Физико энергетического института им …   Википедия

  • реактор АТЭЦ — — [Я.Н.Лугинский, М.С.Фези Жилинская, Ю.С.Кабиров. Англо русский словарь по электротехнике и электроэнергетике, Москва, 1999 г.] Тематики электротехника, основные понятия EN heat and power generating reactor …   Справочник технического переводчика

  • тепло от АТЭЦ — — [Я.Н.Лугинский, М.С.Фези Жилинская, Ю.С.Кабиров. Англо русский словарь по электротехнике и электроэнергетике, Москва, 1999 г.] Тематики электротехника, основные понятия EN nuclear heat …   Справочник технического переводчика

  • технологическое тепло от АТЭЦ — — [Я.Н.Лугинский, М.С.Фези Жилинская, Ю.С.Кабиров. Англо русский словарь по электротехнике и электроэнергетике, Москва, 1999 г.] Тематики электротехника, основные понятия EN nuclear process heat …   Справочник технического переводчика

  • Термоядерная электростанция — АТЭЦ 29. Термоядерная электростанция По ГОСТ 19431 84 Источник: ГОСТ 26691 85: Теплоэнергетика. Термины и определения оригинал документа …   Словарь-справочник терминов нормативно-технической документации

  • Недостроенные АЭС СССР — …   Википедия

  • Оставьте комментарий

    Ваш адрес email не будет опубликован. Обязательные поля помечены *